Slide sem título - Semana de Engenharia Nuclear e Ciências das
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ANÁLISE TÉRMICA DE UM REATOR DE ALTA TEMPERATURA USANDO O CÓDIGO RELAP-3D Modalidade Doutorado Maria E. Scari, Antonella L. Costa, Claubia Pereira, Maria A. F. Veloso, Clarysson A. M. Silva Universidade Federal de Minas Gerais Departamento de Engenharia Nuclear – Escola de Engenharia Belo Horizonte, MG, Brasil Instituto Nacional de Ciências e Tecnologia de Reatores Nucleares Inovadores/CNPq, Brasil [email protected] Resumo Os reatores modulares de Alta Temperatura Refrigerados a Gás (HTGR) são considerados fontes seguras e eficientes de energia nuclear para produção de eletricidade e outras aplicações industriais, como produção de hidrogênio, e vem sendo bastante estudados e testados. O HTR-10 é um reator modular de alta temperatura, tendo como combustível urânio enriquecido e distribuído no núcleo na forma de pebble bed. Ele é refrigerado a gás (hélio), tem potência de 10 MW e foi projetado, construído e operado na China pelo Institute of Nuclear and New Energy Technology (INET). Neste trabalho, o código RELAP5-3D é utilizado para fazer a modelagem termo-hidráulica deste reator e o seu comportamento no estado estacionário é estudado. Resultados da distribuição de temperatura ao longo do núcleo, temperaturas de saída e de entrada do refrigerante, vazão do refrigerante e outros parâmetros são simulados. Estes resultados são comparados com dados disponíveis em um documento referência publicado pela International Atomic Energy Agency (IAEA) em 2013. Estudos iniciais demonstraram que o modelo construído no código RELAP5-3D é capaz de reproduzir o comportamento térmico do reator HTR-10. Introdução Modelagem O HTR-10 é um reator refrigerado a hélio que tem como combustível o Urânio enriquecido [1]. A figura 1 mostra o seu esquema. As tabelas de 1 e 3 apresentam as suas características físicas e térmicas, respectivamente. A tabela 2 e a figura 2 apresentam as características do combustível utilizado no mesmo. O HTR-10 utiliza o combustível em forma de pebbles, que são bolinhas formadas principalmente de urânio e grafite. Também são utilizadas as dummy pebbles, que são apenas de grafite. Sete canais TH foram considerados para representar o núcleo do HTR10 (sete pipes e sete estruturas de calor). A quantidade média de pebble de combustível em cada canal foi calculada somando-se o volume de todas as pebbles e encontrando-se o volume correspondente para determinado canal. Os diâmetros de cada canal estão representados na figura 3. As estruturas de calor (HS) simulam a fonte de calor de cada canal e cada uma foi axialmente dividida em volumes correspondentes aos volumes de cada canal. A figura 4 mostra o modelo do HTR-10 utilizado no RELAP5-3D. Os canais possuem comprimentos diferentes de acordo com o núcleo do reator. Para simular a passagem de hélio entre as pebbles no núcleo do reator, foram feitas junções simples para conectar os volumes dos canais no mesmo nível. O fluido refrigerante (hélio) circula entre estas junções. Dois volumes dependentes do tempo simulam o inlet e o outlet plenum. As HS tem 12 meshes diferentes, seis representando o combustível e seis representando a região de grafite. Tabela 4 - Resultados dos cálculos do estado estacionário do núcleo do HTR-10 obtidos com o RELAP5-3D comparados com areferência. Figura 5 – Temperatura do Refrigerante. Resultados Figura 1 – Configuração do núcleo do HTR-10 [4]. Os resultados obtidos são apresentados na tabela 4 e nas figuras de número 5 ao número 10. Os parâmetros analisados atingiram o estado estacionário como descrito na referência [3]. A Fig. 10 apresenta uma comparação entre dados de temperatura do combustível no centro do núcleo obtidos neste trabalho e aqueles encontrados pelos participantes do benchmark (valores máximo e mínimo) [2]. A temperatura calculada neste trabalho aumenta ao longo do núcleo com valor médio esperado seguindo aproximadamente o mesmo comportamento das curvas apresentadas no benchmark. Investigações estão sendo realizadas para encontrar as possíveis causas da discrepância na altura inicial cujo valor está substimado em relação ao benchmark. Figura 6 – Vazão do Refrigerante. Figura 7 – Pressão do Refrigerante. Figura 9 – Temperatura Axial Central do Combustível ao Longo do Canal 201 Figura 8 – Evolução da Temperatura Axial do Combustível na HS 201 Figura 3 – Nodalização dos canais do HTR-10 no RELAP5-3D. Tabela 1 – Características geométricas do núcleo do reator HTR-10 [2]. Tabela 2 – Parâmetros de projeto dos elementos combustíveis, dummy balls e taxa de carregamento [2] Figura 2 –Elemento Combustível e dummy balls. Figura 10 – Comparação dos Perfis de Temperatura Axial do Núcleo do HTR-10. Figura 4 – Modelo do HTR-10 no RELAP5-3D. Tabela 3 – Principais parâmetros térmicos do HTR-10 [2] Conclusões Nesse estudo o núcleo do HTR-10 foi simulado utilizando-se o RELAP5-3D. Os resultados apresentaram um comportamento similar ao observado nas referências, embora, sejam necessárias investigações para encontrar as causas das diferenças de temperatura encontradas no modelo e nas benchmarks. As temperaturas encontradas nas simulações foram maiores. O modelo utilizado parece funcionar bem desde que a distribuição de temperatura alcance o estado estacionário como esperado.Futuramente pretende-se acrescentar mais detalhes ao modelo do núcleo do reator para simular também os estados estacionários. Resultados mais realistas serão encontrados com a representação tridimensional do núcleo. Pretende-se também incorporar parâmetros neutrônicos no modelo do RELAP5-3D para realizar uma simulação termo-cinética 3D neutrônica, com acoplamento do HTR-10. Agradecimentos Os autores gostariam de agradecer à CAPES, ao CDTN/CNEN, à FAPEMIG e ao CNPQ pelo apoio. Também ao Idaho National Laboratory pela licença de utilização do RELAP5-3D. Bibliografia [1]Gougar, H. D., Davis, C. B., 2006, “Reactor Pressure Vessel Temperature Analysis for Prismatic and Pebble-Bed VHTR Designs”, INEEL/EXT-6-11057, Idaho Falls, USA [2]International Atomic Energy Agency, 2001, “Current Status and Future Development of Modular High Temperature Gas Cooled Reactor Tecnology, IAEA-TECDOC-1198, Vienna, Austria. [3]International Atomic Energy Agency, 2013, “Evaluation of High Temperature Gas Cooled Reactor Performance: Benchmark Analysis Related to the PBMR-400, PBMM, GT-MHR, HTR-10 and The Astra Critical Facility”, IAEA-TECDOC-1694, Vienna, Austria. [4]Nuclear Energy Agency, 2006, “ Evaluation of The Critical Configuration of The HTR-10 Pebble-Bed Reactor: Gas Cooled (Thermal) Reactor–GCR, HTR-10-GCR-RESR-001 ,CRIT-REAC”, NEA/NSC/DOC [5]The RELAP5-3D© Code Development Team, 2009, “RELAP5-3D© Code Manuals”, INEEL-EXT-98-00834, Idaho National Laboratory, USA.